EP0307271B1 - Dispositif de caractérisation de matière fissile comportant au moins un détecteur de rayonnement neutronique noyé à l'intérieur d'un scintillateur de détection du rayonnement gamma - Google Patents

Dispositif de caractérisation de matière fissile comportant au moins un détecteur de rayonnement neutronique noyé à l'intérieur d'un scintillateur de détection du rayonnement gamma Download PDF

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EP0307271B1
EP0307271B1 EP88402124A EP88402124A EP0307271B1 EP 0307271 B1 EP0307271 B1 EP 0307271B1 EP 88402124 A EP88402124 A EP 88402124A EP 88402124 A EP88402124 A EP 88402124A EP 0307271 B1 EP0307271 B1 EP 0307271B1
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neutron
source
radiation
neutrons
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Patrice Bernard
Jacques Romeyer Dherbey
Roland Bosser
Roger Berne
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Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
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Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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    • G01T3/06—Measuring neutron radiation with scintillation detectors
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N23/00—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00
    • G01N23/22—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by measuring secondary emission from the material
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    • G01N23/222—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by measuring secondary emission from the material by activation analysis using neutron activation analysis [NAA]
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    • G01N2223/625—Specific applications or type of materials nuclear fuels, laser imploded targets

Definitions

  • the present invention relates to a device for characterizing fissile material comprising at least one neutron radiation detector embedded inside a scintillator for detecting gamma radiation.
  • the characterization of fissile material, contained in particular in radioactive waste emitting alpha radiation is necessary for several reasons. It allows the classification of radioactive waste packages for storage by meeting the standards in force concerning activity levels. It allows the classification of these packages on the production site (reprocessing facilities) to verify that the residual fissile materials are in quantities below the tolerated thresholds. It also allows an evaluation of the nature and quantity of the heavy cores contained in the packages to evaluate the mass of fissile material leaving the reprocessing plant.
  • Radioactive methods which allow non-intrusive and non-destructive testing, are well suited to these measurements. A distinction is made between passive control methods and active control methods.
  • Passive methods are based on the detection of neutrons from spontaneous fissions or interactions of alpha particles with light elements also producing neutrons, and / or gamma radiation emitted spontaneously by radionuclides from the package.
  • An active detection device therefore comprises a neutron source or generator, a neutron moderator, generally consisting of a hydrocarbon and / or hydrogenated material, intended to lower the energy level of the neutrons in order to increase the probability of production. induced fissions and a detector for detecting neutrons and providing signals corresponding to a system for measuring and processing these signals.
  • neutron detectors are essentially sensitive to thermal neutrons (for example detectors proportional to 3He)
  • the neutrons emitted by spontaneous fission or the delayed neutrons or the neutrons coming from the reactions ( ⁇ , n) must be slowed down to increase the probability detection.
  • EP-A-0220099 already discloses a device for detecting fissile material of the active type.
  • This device comprises a neutron source, panels made of a material capable of thermalizing the neutrons, and a fission neutron detection block housed inside said panels. This device allows the detection of spontaneous neutrons when the neutron source is not working as well as the detection of fission neutrons emitted after a burst of neutrons from the source.
  • a passive and active neutron counting device (Californium Shuffler System).
  • This device includes a source of 252Cf housed inside a protective castle, an enclosure inside which there is a rotary table on which is placed the measuring waste unit, the rotation of the table being intended to provide a certain compensation for the heterogeneity of the distribution of the fissile material inside the non-nuclear matrix.
  • the the device further comprises a detection assembly formed by several counters proportional to 3He arranged all around the enclosure.
  • a rapid source displacement system allows the source to move from its fallback position to its active position within half a second.
  • the meters are linked to an electronic counting unit and to a computer for signal processing.
  • this device does not allow the detection of spontaneous and delayed gamma radiation.
  • the detection of delayed gamma rays makes it possible to determine the total mass of fissile material contained in the matrix. Indeed, the average number of delayed gamma emitted by fisson depends little on the isotope considered. It is therefore representative of the total mass of fissile material. On the other hand, the number of delayed neutrons emitted by fission depends on the isotope considered. Thus, knowing both the number of delayed neutrons and the number of delayed gamma, we can make the ratio of the first to the second, which makes it possible to determine the composition of the fissile isotopes in the container measured.
  • the subject of the present invention is a device for characterizing fissile material which makes it possible to measure not only the spontaneous and delayed neutrons, but also the spontaneous and delayed gamma rays of the fission induced by means of a neutron radiation source.
  • the enclosure further comprises a second wall surrounding the wall made of a plastic scintillator material, said second wall being made of a material which neutralizes and absorbs neutrons, a layer of lead being moreover arranged around said second wall.
  • the device for characterizing fissile material comprises an entirely closed enclosure consisting of four vertical walls 2 (see in particular FIG. 2), an upper bottom 4 and a lower bottom 6.
  • Each of these walls is made of a plastic scintillator material capable of generating flicker under the effect of gamma radiation.
  • the scintillator material is preferably Altustipe®, which is a Plexiglas with anthracene added.
  • the scintillator material also has, in accordance with the invention, the property of serving as a moderator for thermalizing fast neutrons.
  • Each of the walls 2, 4 and 6 is covered with material 7 which is opaque to light but transparent to neutrons and gamma radiation, for example opaque polyvinyl chloride. This material also has the advantage of being activated very little under the effect of gamma rays and, consequently, of producing little background noise which would falsify the measurements.
  • Neutron detectors 9, constituted for example by 3He tubes are embedded in the plates 2. As can be seen in FIG. 2, there are eight detectors in the embodiment shown. A photomultiplier 14 is associated with each of the scintillator walls 2. There are four photomultipliers in the embodiment considered. The photomultipliers 14 are capable of amplifying the flicker occurring in the scintillator plates and of producing an electrical signal proportional to this flicker. The photomultipliers 14 and the neutron detectors 9 are connected to a signal processing measurement assembly designated schematically by the reference 16.
  • the walls 2, 4 and 6 are further surrounded by a second wall of greater thickness, for example 200 mm, made of a hydrocarbon or hydrogenated material, for example polyethylene. It consists of four walls 8, a plug 10 and a bottom 12. This second wall participates in the thermalization of neutrons. It also absorbs parasitic neutrons coming from outside and which could distort the measurements. Indeed, the device of the invention is called upon to be used close to other sources of radiation, for example radioactive waste, and the radiation coming from these sources could penetrate inside the enclosure, which would have as a consequence of distorting the measurements. Finally, the walls 8, 10, 12 constitute at the same time a biological protection which absorbs the neutrons coming from the source arranged inside the enclosure, which protects the operators.
  • the assembly is further surrounded by a protective layer of lead, for example 20 mm thick, consisting of plates 18.
  • This protective lead layer has a double function. On the one hand, it ensures the protection of the external environment against gamma radiation present inside the enclosure. On the other hand, it prevents the penetration of gamma rays which could come from external sources.
  • a turntable 20 driven by a motor 22.
  • a basket 24 is placed on the turntable 20.
  • the basket has a removable waterproof jacket to prevent contamination of the enclosure.
  • the package containing the nuclear material to be evaluated is introduced into the enclosure by its upper part by removing the plate 10 forming a plug and then the plate 4. These plates are then replaced so that the enclosure is completely closed.
  • the device also includes means which make it possible to rapidly introduce a source of neutron radiation, for example a source 29 of 252Cf inside the enclosure.
  • these means consist of a guide tube connected at one of its ends to a fall-back castle 26 situated outside the enclosure. The purpose of this fall back castle is to receive the source 29 when it is not in operation by protecting the external environment from the radiation emitted by the source.
  • the guide tube 25 passes through the protective walls of the enclosure, respectively the lead wall 18 then the polyethylene plates 8, 12 and finally the scintillator material 6.
  • a flexible cable 28 is fixed at one of its ends to a rotating drum 30. At its other end, the flexible cable 28 is fixed at the source.
  • the drum 30 is driven in rotation by means of a motor, for example a stepping motor 32 whose rotation in one direction makes it possible to introduce the source inside the enclosure and the rotation in the other direction to remove this source outside the enclosure.
  • the means for introducing the source 29 inside the enclosure and for removing it are pneumatic. They comprise a guide tube 40 of sufficiently large internal section to allow the passage of the source 29. At one of at its ends, the tube 40 opens out inside the enclosure and, at its other end, it is connected to the fall-back protection castle 26.
  • the means comprise a tube 42 of smaller section than the section of the tube 40, so that the source 29 cannot penetrate inside this tube 42. The ends of the tube 42 open opposite the ends of the tube 40.
  • the tube 42 is connected to a source of compressed gas 44, for example a bottle of compressed air.
  • Different valves 46 placed on the tube 42 and on a tube 48 connecting the tube 42 to the compressed gas bottle 44 make it possible to propel the source 29 pneumatically with great speed to introduce it inside the enclosure or for the return to the castle 26.

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Description

  • La présente invention a pour objet un dispositif de caractérisation de matière fissile comportant au moins un détecteur de rayonnement neutronique noyé à l'intérieur d'un scintillateur de détection du rayonnement gamma.
  • La caractérisation de la matière fissile, contenue notamment dans des déchets radioactifs émettant des rayonnements alpha est nécessaire pour plusieurs raisons. Elle permet la classification des colis de déchets radioactifs en vue de leur stockage en satisfaisant aux normes en vigueur concernant les niveaux d'activité. Elle permet la classification de ces colis sur le site de production (installations de retraitement) pour vérifier que les matières fissiles résiduelles sont en quantités inférieures aux seuils tolérés. Elle permet également une évaluation de la nature et de la quantité des noyaux lourds contenus dans les colis pour évaluer la masse de matières fissiles quittant l'usine de retraitement.
  • Les méthodes radioactives, qui permettent un contrôle non intrusif et non destructif, sont bien adaptées à ces mesures. On distingue les méthodes de contrôle passives et les méthodes de contrôle actives.
  • Les méthodes passives sont basées sur la détection des neutrons provenant de fissions spontanées ou des interactions des particules alpha avec des éléments légers produisant également des neutrons, et/ou du rayonnement gamma émis spontanément par des radionucléides du colis.
  • Les méthodes actives utilisent un système d'interrogation permettant d'induire des réactions nucléaires qui sont ensuite analysées afin de déterminer quantitativement et parfois qualitativement le contenu en radioéléments des déchets nucléaires. Un dispositif de détection actif comprend par conséquent une source ou un générateur de neutrons, un modérateur de neutrons, généralement constitué par un matériau hydrocarboné et/ou hydrogéné, destiné à abaisser le niveau d'énergie des neutrons afin d'augmenter la probabilité de production des fissions induites et un détecteur pour détecter les neutrons et fournir des signaux correspondants à un système de mesure et de traitement de ces signaux. La plupart des détecteurs de neutrons étant essentiellement sensibles aux neutrons thermiques (par exemple les détecteurs proportionnels à ³He), les neutrons émis par fission spontanée ou les neutrons retardés ou les neutrons provenant des réactions (α, n) doivent être ralentis pour augmenter la probabilité de détection.
  • On connaît déjà par la demande EP-A-0220099 un dispositif de détection de matière fissile du type actif. Ce dispositif comprend une source de neutrons, des panneaux réalisés en une matière apte à thermaliser les neutrons, et un bloc de détection de neutrons de fission logé à l'intérieur desdits panneaux. Ce dispositif permet la détection des neutrons spontanés lorsque la source de neutrons ne fonctionne pas ainsi que la détection des neutrons de fission émis après une bouffée de neutrons provenant de la source.
  • Toutefois, il ne permet pas la détection des rayonnements gamma spontanés (émis sans action de la source) et des gamma retardés.
  • On connaît également (NAGRA NTB 82-02, pages 88 et suivantes), un dispositif de comptage passif et actif des neutrons (Californium Shuffler System). Ce dispositif comporte une source de ²⁵²Cf logée à l'intérieur d'un château de protection, une enceinte à l'intérieur de laquelle on trouve une table tournante sur laquelle est placée l'unité de déchets mesurer, la rotation de la table étant destinée à assurer une certaine compensation de l'hétérogénéité de la répartition de la matière fissile à l'intérieur de la matrice non nucléaire. Le dispositif comporte en outre un ensemble de détection formé de plusieurs compteurs proportionnels à ³He disposés tout autour de l'enceinte. Un système de déplacement rapide de la source permet de faire passer celle-ci de sa position de repli à sa position active en l'espace d'une demi-seconde. Les compteurs sont reliés à un ensemble électronique de comptage et à un ordinateur pour le traitement des signaux.
  • Comme le précédent, ce dispositif ne permet pas la détection des rayonnements gamma spontanés et retardés.
  • Or, la détection des rayonnements gamma retardés permet de déterminer la masse totale de matière fissile contenue dans la matrice. En effet, le nombre moyen de gamma retardés émis par fisson dépend peu de l'isotope considéré. Il est donc représentatif de la masse totale de matière fissile. Par contre, le nombre de neutrons retardés émis par fission dépend de l'isotope considéré. Ainsi, connaissant à la fois le nombre de neutrons retardés et le nombre de gamma retardés, on peut faire le rapport du premier au second, ce qui permet de déterminer la composition des isotopes fissiles dans le conteneur mesuré.
  • La présente invention a pour objet un dispositif de caractérisation de matière fissile qui permet de mesurer non seulement les neutrons spontanés et retardés, mais en outre les rayonnements gamma spontanés et retardés de la fission induite au moyen d'une source de rayonnement neutronique.
  • Ce but est atteint, conformément à l'invention, par le dispositif de caractérisation de matière fissile tel que défini dans la revendication 1.
  • Grâce à cette caractéristique, on obtient un dispositif de forme compacte dont les dimensions peuvent être avantageusement réduites par le fait qu'il n'est pas nécessaire de prévoir en outre un matériau modérateur en plus du matériau scintillateur, et qui permet de déterminer quantitativement et qualitativement la composition de la matière fissile.
  • De préférence, l'enceinte comporte en outre une seconde paroi entourant la paroi réalisée en un matériau scintillateur plastique, ladite seconde paroi étant réalisée en un matériau thermalisant et absorbant les neutrons, une couche de plomb étant en outre disposée autour de ladite seconde paroi.
  • D'autres caractéistiques et avantages de l'invention apparaîtront encore à la lecture de la description qui suit d'un exemple de réalisation donné à titre illustratif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, sur lesquelles:
    • ― la figure 1 est une section en élévation d'un dispositif de caractérisation de matière fissile conforme à l'invention;
    • ― la figure 2 est une vue en coupe selon la ligne II-II de la figure 1;
    • ― la figure 3 est une vue de détail qui illustre un moyen pneumatique permettant de déplacer la source entre le château de protection de repli et l'intérieur de l'enceinte de mesure et de détection.
  • Comme représenté sur les figures 1 et 2, le dispositif de caractérisation de matière fissile comprend une enceinte entièrement fermée constitué de quatre parois verticales 2 (voir en particulier figure 2), d'un fond supérieur 4 et d'un fond inférieur 6. Chacune de ces parois est réalisée en un matériau scintillateur plastique apte à engendrer un scintillement sous l'effet d'un rayonnement gamma. Le matériau scintillateur est de préférence de l'Altustipe®, qui est un Plexiglas additionné d'anthracène. Le matériau scintillateur présente également conformément à l'invention, la propriété de servir de modérateur pour thermaliser les neutrons rapides. Chacune des parois 2, 4 et 6 est recouverte de matériau 7 opaque à la lumière mais transparent aux neutrons et au rayonnement gamma, par exemple le polychlorure de vinyle opaque. Ce matériau présente en outre l'avantage de s'activer très peu sous l'effet des rayonnements gamma et, par suite, de produire peu de bruit de fond qui viendrait fausser les mesures.
  • Des détecteurs de neutrons 9, constitués par exemple par des tubes ³He sont noyés dans les plaques 2. Comme on peut le voir sur la figure 2, il y a huit détecteurs dans le mode de réalisation représenté. Un photomultiplicateur 14 est associé à chacune des parois scintillatrices 2. Il y a quatre photomultiplicateurs dans l'exemple de réalisation considéré. Les photomultiplicateurs 14 sont aptes à amplifier le scintillement se produisant dans les plaques scintillatrices et à produire un signal électrique proportionnel à ce scintillement. Les photomultiplicateurs 14 et les détecteurs de neutrons 9 sont reliés à un ensemble de mesure de traitement du signal désigné schématiquement par la référence 16.
  • Les parois 2, 4 et 6 sont en outre entourées par une seconde paroi de plus forte épaisseur, par exemple 200 mm, réalisée en un matériau hydrocarboné ou hydrogéné par exemple le polyéthylène. Elle est constituée de quatre parois 8, d'un bouchon 10 et d'un fond 12. Cette seconde paroi participe à la thermalisation des neutrons. Elle absorbe en outre les neutrons parasites venant de l'extérieur et qui pourraient fausser les mesures. En effet, le dispositif de l'invention est appelé à être utilisé à proximité d'autres sources de rayonnement, par exemple des déchets radioactifs, et les rayonnements provenant de ces sources pourraient pénétrer à l'intérieur de l'enceinte, ce qui aurait pour conséquence de fausser les mesures. Enfin, les parois 8, 10, 12 constituent en même temps une protection biologique qui absorbe les neutrons provenant de la source disposée à l'intérieur de l'enceinte, ce qui protège les opérateurs.
  • L'ensemble est en outre entouré d'une couche protectrice de plomb, par exemple de 20 mm d'épaisseur, constituée de plaques 18. Cette couche de plomb protectrice a une double fonction. D'une part, elle assure la protection de l'environnement extérieur contre les rayonnements gamma présents à l'intérieur de l'enceinte. D'autre part, elle empêche la pénétration des rayons gamma qui pourraient provenir de sources extérieures. A l'intérieur de l'enceinte, on trouve un plateau tournant 20 entraîné par un moteur 22. Un panier 24 est placé sur le plateau tournant 20. Le panier comporte une chemise étanche amovible permettant d'éviter la contamination de l'enceinte. Le colis contenant la matière nucléaire à évaluer est introduit dans l'enceinte par sa partie supérieure en retirant la plaque 10 formant un bouchon puis la plaque 4. Ces plaques sont ensuite remises en place de telle sorte que l'enceinte est entièrement fermée.
  • Le dispositif comporte encore des moyens qui permettent d'introduire rapidement une source de rayonnement neutronique, par exemple une source 29 de ²⁵²Cf à l'intérieur de l'enceinte. Selon une première réalisation, ces moyens sont constitués par un tube guide connecté à l'une de ses extrémités à un château de repli 26 situé à l'extérieur de l'enceinte. Ce château de repli a pour but de recevoir la source 29 lorsqu'elle n'est pas en fonctionnement en protégeant l'environnement extérieur du rayonnement émis par la source. Le tube guide 25 traverse les parois de protection de l'enceinte, respectivement la paroi de plomb 18 puis les plaques de polyéthylène 8, 12 et enfin le matériau scintillateur 6. Un câble flexible 28 est fixé à l'une de ses extrémités à un tambour tournant 30. A son autre extrémité, le câble flexible 28 est fixé à la source. Le tambour 30 est entraîné en rotation au moyen d'un moteur, par exemple un moteur pas à pas 32 dont la rotation dans un sens permet d'introduire la source à l'intérieur de l'enceinte et la rotation dans l'autre sens de retirer cette source hors de l'enceinte.
  • Selon la variante de réalisation représentée sur la figure 3, les moyens pour introduire la source 29 à l'intérieur de l'enceinte et pour la retirer sont pneumatiques. Ils comportent un tube guide 40 de section intérieure suffisamment importante pour permettre le passage de la source 29. A l'une de ses extrémités, le tube 40 débouche à l'intérieur de l'enceinte et, à son autre extrémité, il est relié au château de protection de repli 26. D'autre part, les moyens comportent un tube 42 de section plus petite que la section du tube 40, de telle sorte que la source 29 ne peut pas pénétrer à l'intérieur de ce tube 42. Les extrémités du tube 42 débouchent en face des extrémités du tube 40. Le tube 42 est relié à une source de gaz comprimé 44, par exemple une bouteille d'air comprimé. Différentes vannes 46 placées sur le tube 42 et sur un tube 48 reliant le tube 42 à la bouteille de gaz comprimé 44 permettent de propulser pneumatiquement la source 29 avec une grande célérité pour l'introduire à l'intérieur de l'enceinte ou pour la faire revenir dans le château 26.

Claims (8)

1. Dispositif de caractérisation de matière fissile comprenant une enceinte destinée à recevoir une quantité de matière fissile contenue dans un récipient, une source émettrice de neutrons (29) pour bombarder ladite matière fissile, des moyens (25, 28, 30) pour introduire ladite source (29) à l'intérieur de l'enceinte et pour retirer la source hors de cette enceinte, des moyens (9) de détection du rayonnement neutronique, des moyens modérateurs (2, 4, 6) pour thermaliser un rayonnement de fission émis par ladite matière fissile, ces moyens (2, 4, 6) étant interposés entre les moyens (9) de détection du rayonnement neutronique et la matière fissile, caractérisé en ce qu'il comporte en outre des moyens (2, 4, 6, 14) de détection du rayonnement gamma produits par fission induite, ces moyens comprenant un matériau scintillateur (2, 4, 6) et au moins un photomultiplicateur (14) associé audit matériau scintillateur (2, 4, 6) et le matériau scintillateur (2, 4, 6) constituant également le modérateur pour thermaliser les neutrons rapides émis directement par la source (29) ainsi que les neutrons provenant des fissions spontanées des réactions (α, n) et les neutrons provenant des fissions induites dans la matière fissile, les détecteurs du rayonnement neutronique (9) étant noyés dans le matériau (2, 4, 6) scintillateur constituant le modérateur.
2. Dispositif selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comporte des parois réalisées en un matériau scintillateur plastique (2, 4, 6), au moins un détecteur (9) de neutron noyé dans la masse du scintillateur (2, 4, 6) plastique, un photomultiplicateur (14) associé à chaque scintillateur, des moyens électroniques (16) de traitement du signal émis par les photomultiplicateurs (14) et par les détecteurs neutroniques (9).
3. Dispositif selon la revendication 2, caractérisé en ce que l'enceinte comporte en outre une seconde paroi (8, 10, 12) entourant la paroi réalisée en un matériau scintillateur (2, 4, 6) plastique, ladite seconde paroi (8, 10, 12) étant réalisée en un matériau thermalisant et absorbant les neutrons, une couche de plomb (18) étant en outre disposée autour de ladite seconde paroi.
4. Dispositif selon la revendication 3, caractérisé en ce que le matériau absorbant les neutrons est un matériau hydrocarboné et/ou hydrogéné.
5. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 2 à 4, caractérisé en ce que les faces des plaques (2, 4, 6) de matériau scintillateur plastique sont recouvertes d'un matériau (7) opaque à la lumière mais transparent aux neutrons et aux rayonnements gamma et s'activant peu sous l'action de ces rayonnements.
6. Dispositif selon la revendication 5, caractérisé en ce que le matériau (7) recouvrant les plaques est du chlorure de polyvinyle opaque.
7. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé en ce que les moyens pour introduire la source de rayonnement neutronique dans l'enceinte et pour retirer cette source hors de ladite enceinte comprennent un tambour (30) monté tournant et entraîné en rotation par un moteur pas à pas (32), un câble (28) fixé à une extrémité au tambour (30) et à une autre extrémité à la source de rayonnement neutronique (29), et un tube (25) reliant l'intérieur de l'enceinte à un château de protection de repli (26) situé à l'extérieur de ladite enceinte.
8. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé en ce que les moyens pour introduire ladite source de rayonnements neutroniques à l'intérieur de l'enceinte et pour retirer cette source hors de l'enceinte comprennent un château de protection de repli (26) situé à l'extérieur de l'enceinte, un tube guide (40) relié à une première extrémité au château de protection (26) et à une seconde extrémité à l'intérieur de l'enceinte, un moyen pneumatique pour propulser ladite source de rayonnement neutronique à l'intérieur du tube guide, ce moyen pneumatique étant constitué par une canalisation (42) reliée d'une part à la première extrémité du tube guide (40) et d'autre part à la seconde extrémité de ce tube guide, et connectée par l'intermédiaire de vannes (46) à une source de gaz comprimé (44) permettant de relier la première ou la seconde extrémité du tube guide à cette source de gaz comprimé (44).
EP88402124A 1987-08-21 1988-08-18 Dispositif de caractérisation de matière fissile comportant au moins un détecteur de rayonnement neutronique noyé à l'intérieur d'un scintillateur de détection du rayonnement gamma Expired - Lifetime EP0307271B1 (fr)

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